Browsing by Title
Now showing 1 - 20 of 1678
Results Per Page
Sort Options
Item 1. Türkiye'de Çernobil sonrası radyasyon ve radyoaktivite ölçümleri(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2006-04) TAEK; Türkiye Atom Enerjisi KurumuItem 1. Ulusal CERN Faaliyetleri Çalıştayı, 4-5 Ekim 2018, Kahramankazan Yerleşkesi, Ankara : bildiri özetleri.(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu Radyasyon ve Hızlandırıcı Teknolojileri Dairesi Başkanlığı, 2018) TAEK-Radyasyon ve Hızlandırıcı Teknolojileri Dairesi Başkanlığı; Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Radyasyon ve Hızlandırıcı Teknolojileri Dairesi BaşkanlığıItem 10 - 30 MeV. protonlarla pixe(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Sarayköy Araştırma Merkezi, Radyasyon Teknolojisi Enstitüsü, 1991-11) Zararsız, Abdullah; Ercan, Ali; TAEK-SANAEMBu çalışmada siklotronla hızlandırılan 10-30 MeV. enerjili protonlar kullanarak yapılan X-ışınları emisyon spektrosko- pisinin (PIXE) yapılabilirlik şartları incelenmiş ve bu enerjilerdeki protonların Z=10-80 arasındaki elementler için K ve L X-ışmları üretme oranları hesaplanmıştır. Ayrıca düşük enerjili (1-5 MeV) Van de Graff ve Tandem tipi hızlandırıcılar kullanılarak yapılan PIXE'ler ile de karşılaştır ilmi ştır.Item (134)Cs ve (241)Am biyokinetiğinin üç farklı organizma için incelenmesi ve kesikli zaman modeli ile yeni bir değerlendirme(İstanbul Teknik Üniversitesi, Nükleer Enerji Enstitüsü, 1999-05) Güngör, Nurdan; Tuğrul, Beril; TAEK-ÇNAEMBu çalışmada, çok bilinen bir midye türü olan M. galloprovincialis ile bir gastrapod türü olan P. coerulea ve makroalg türü E. linza biyoindikatör organizma olarak seçilerek, (134)Cs ve (241)Am radyoizotoplarının biyokinetiğine ilişkin olarak Karadeniz şartları için orjinal deneyler hem biyobirikim ve hem de biyoatılım için yapılmıştır. Bu şekilde en az üç farklı yönden orijinalite içeren deneyler büyük bir titizlikle yapılmış ve alman deney sonuçlarından hareketle klasik matematiksel model yardımıyla biyokinetik parametereler hesaplanmıştır. Elde edilen sonuçlar, deneylerimizin orijinalliği nedeniyle tam benzeri bulunmasa da nispeten yakın olan çalışmalarla mertebe olarak karşılaştırılmış ve genel bir uyum olduğu görülmüştür. Bu tez çalışmasında, biyokinetik için yeni bir model uygulaması önerilmekte olup, bu model “kesikli zaman modeIi”dir. Bu model kullanılarak kayıp deneyleri hızlı ve kolay bir şekilde değerlendirilebilmektedir. Yapılan mukayeseli çalışmalar göstermiştir ki; kesikli zaman modeli ile hesaplanan azalma faktörü (r) ile kayıp işleminin kalitesi belirlenebilmektedir. Ayrıca, kesikli zaman modeli ile hesaplanan azalma faktörü (r) l’e yakınsadığında organizmadaki kayıp işlemi yavaşlamakta ve biyolojik yarı ömür uzun olmaktadır. Diğer taraftan biyolojik arınma sabiti (k) sıfıra yakınsamaktadır. Fazla olarak, kayıp deneyi azalma faktörü (r) 1'e yakınsadığında durdurulabilir. Biyokayıp deneyinin uygun güvenirlilikle ve hızlı bir şekilde kesikli zaman modeli ile değerlendirilebileceği bu tez çalışmasıyla mukayeseli irdelemelerle gösterilmiş olmaktadır.Item 137Cs chemical precipitation in water samples with ammonium phosphomolybdate (AMP) method and chemical yield calculation by XRF technique(National Academy of Science of Kyrgyzstan, Turkish Atomic Energy Authority, 2008) Başsarı, Asiye; Kaygun, Aysun; Yılmaz, Y. Z.; Yüksel, A.; TAEK-ÇNAEMItem 14.6 MeV nötronlarla çok - elementli malzeme analizi (I)(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1989-12) Ercan, Ali; Erduran, Nizamettin; Bostan, Melih; Gültekin, Ergun; Tarcan, Gökçe; Subaşı, Metin; Baykal, Adnan; TAEK-ÇNAEMNötron akışı düşük üreteçlerin ekonomik bir şekilde kullanılmasını sağlayan "Tek Işınlama-Tek Sayım" yöntemiyle, analizi istenen malzeme içindeki bir cok elementin aynı sipekturum içinde belirlenebilmesi, "Aktivasyon Matris Formalizmiyle" mümkündür. Bu çalışmada, özellikle reaktör nötronlarıyla belirlenmesi zor olan elementlerden, Tarım bilimlerinde önemi olan Na, Mg, Al, Si, P, K, gurubunun aktivasyon matris elementlerine gerekli (n,p), (n,α), (n,2n) hızlı nötron tepkileşim kesitleri ölçülmüş ve bu tekniğin bir uygulaması olarak da yerel bir örneğin cok-element analizi gerçekeştirilmiştir.Item 1974 yılı radyoaktif yağış analiz sonuçları(T.C. Atom Enerjisi Komisyonu, Ankara Nükleer Araştırma Merkezi, 1975-03) Kahraman, Nihal; Baycan, G.; Saygılı, N.; TAEK-ANAEMBu raporda 1974 yılına ait radyoaktif yağış analizlerinin sonuçları toplanmıştır. Aylık olarak Ankara'dan toplanan hava örneklerinde toplam beta, Sr-90, Sr-39 ve Cs-137 yağmur suyu örneklerinde Sr-90, Sr-39 ve Cs-137, süt örneklerinde ise Sr-90 ve Cs-137 tayinleri yapılmıştır. Sonuçların incelenmesinden de görüleceği gibi aktivite miktarları gittikçe azalmaktadır. Karşılaştırma olanağı sağlamak üzere 1971-1974 dönemi süt, yağmur suyu ve hava örneklerindeki Sr-90 aktivi- teleri nükleer denemeler ile birarada Şekil-1,2 ve 3'de gösterilmiştir. Nükleer denemelerden sonraki birkaç ayda gözlenen aktivite yükselmeleri troposfer yağısı ile açıklanabilir.Item 2. Sağlık Bakanlığı Bilimsel Kurul Raporu ve üniversite görüşleri(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2006-04) TAEK; Türkiye Atom Enerjisi KurumuItem 2022-2026 stratejik planı(Türkiye Enerji, Nükleer ve Maden Araştırma Kurumu, 2022) Türkiye Enerji, Nükleer ve Maden Araştırma Kurumu; TENMAKItem 210Po distribution in hydrothermal vent zone at Gülbahçe, Aegean Sea(National Academy of Science of Kyrgyzstan, Turkish Atomic Energy Authority, 2008) Sert, İ.; Yener, G.; Uğur, A.; Pişkin, A.; Özel, E.; Eftelioğlu, M.; Pekçetinöz, B.; 45035; Bölüm YokItem 25 kGy sterilizasyon dozunun (VDMax25 metodu ile) geçerlenmesi(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2011) Konaç, Tülay; Faydaoğlu, Emine; Umulu, Gamze; Ünlü, Sibel; Özdemir, Sertaç; Albayrak, Yücel; TAEK-SANAEMUluslararası standartlara göre 25 kGy minimum sterilizasyon dozunun etkinliğinin kanıtlanması gerekmektedir. Ancak bu kanıtların nasıl elde edileceğine dair ayrıntılı bir rehber mevcut değildir. Bununla beraber VDmax metodundaki çoğu prosedür unsuru ANSI/AAMI/ISO 11137-2: Metot 1’dekine benzemekle beraber, ayrıntılı incelenmesi gereken farklılıklar mevcuttur. Radyasyon Mikrobiyolojisi Laboratuvarı (RML) deney şartlarında VD(max)25 metodunun prosedürü oluşturulmuş ve valide edilmiştir. Bunun yanında, metot iki yıldan beri gelen üretici firma talepleri doğrultusunda rutin test hizmeti olarak başarı ile uygulanmaktadır. RML, Türkiye’de VD(max)25 metodunun da dahil olduğu “radyasyonla sterilizasyonun validasyonu” standardından (ANSI/AAMI/ISO 11137-2: 2006) akredite olmuş tek laboratuardır.Item 3. Türkiye Büyük Millet Meclisi Araştırma Komisyonu raporu(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2006-04) TAEK; Türkiye Atom Enerjisi KurumuItem 3x592 GBq 241Am-Be nötron ışınlama hücresinde nükleer veri ölçümleri(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2010) Çelenk, İsmet; Artan, Serpil; Bulut, Serdar; TAEK-SANAEMBu çalışmanın amacı, “3x592 GBq Am-Be Nötron Hücresinde Nükleer Veri Ölçümleri” projesi kapsamında gerçekleştirilen çalışmalarda elde edilen sonuçların sunulmasıdır. Çalışma, nötron ışınlama sisteminin kurulumunu, laboratuvar ve laboratuvar çevresi nötron ve gama doz hızı değerlendirmelerini, nötron ışınlama sistemi performans ölçümlerini, termal, epitermal ve hızlı nötron akışı ölçümlerini, gama spektrometresi verim kalibrasyonlarını, fertil çekirdekler (232Th ve 23SU) için hızlı nötron fisyon ürünü verimi ölçümlerini, hızlı nötron eşik dedektörleri için tesir kesiti ölçümlerini, uranyumun bozunma zincirindeki çekirdeklerin gama ışını şiddetlerinin ölçümlerini, elementel dedeksiyon limiti ölçümlerini ve kısa ömürlü izotopların yarı ömürlerinin ölçümünü kapsar. Her biri 592 GBq aktiviteye sahip 3 adet 241Am-Be kaynağından oluşacak bir ışınlama sistemi için, öncelikle optimum ışınlamanın gerçekleştirilebileceği bir ışınlama geometrisi tasarımlandı. Kaynak nötronlarının yavaşlatılması için parafin malzeme seçildi. Parafin yavaşlatıcı olarak 70 cm kenar uzunluklu ve 60 cm yükseklikli eşkenar bir prizma blok kullanıldı.241 Am-Be nötronlarını maksimum termal nötron akışına, yaklaşık olarak 3,5 cm kalınlıklı parafinin yavaşlattığı deneysel olarak belirlendi. 17 cm kenar uzunluklu hayalî bir yatay eşkenar üçgenin parafin yavaşlatıcının cisim merkezine yerleştirildiği göz önüne alınırsa, üçgenin kenarortaylarından üçgen düzlemine dik olarak geçen 4,35cm iç çaplı sert PVC borulara 241 Am-Be nötron kaynakları yerleştirildi. Üçgenin tepe noktalarına, yine hayalî üçgen düzlemine dik olacak şekilde, 3,6 cm iç çaplı üç adet sert PVC borudan oluşan termal nötron ışınlama hücreleri yerleştirildi. Üçgenin ağırlık merkezine ise iç çapı 1,4 cm olan paslanmaz çelikten bir hızlı nötron ışınlama hücresi yerleştirildi. Parafin blok, kaynak odası tabanına yerleştirildi. Parafin bloğun yan ve üst yüzeyleri 1 mm kalınlıklı kadmiyum levhalarla kaplandı. Aynı yüzeylere, kadmiyum levhaları müteakip, 1,5 cm kalınlıklı tahtadan yapılmış kutulara doldurulan 7 cm kalınlıklı toz borik asit yerleştirildi. Borik asit dolu tahta kutuları müteakiben toplam kalınlığı 18,5 cm olan kurşun tuğlalar yerleştirilerek kaynakların kurulumu tamamlandı. Bu kurulum mükemmel bir nötron ve gama zırlaması vermiş olup kaynak duvarlarındaki nötron ve gama doz hızlarının toplamı 1,20 mSv/y ve kaynak odasının dış duvarlarındaki nötron ve gama doz hızları toplamı ise 0,2 mSv/y civarındadır. Nötron kaynakları nispeten büyük bir geometrik yapıya (çapları yaklaşık 4 cm ve yükseklikleri yaklaşık 16 cm olan çelik mahfazalar içinde) sahip olduklarından ve kaynaklarla ilgili ayrıntılı bilgi veren bir doküman olmadığından, ışınlama hücrelerinde hangi yüksekliklerde maksimum nötron akışının olduğu bilinmemektedir. Termal ve hızlı nötron ışınlama konumlarını tespit amacı ile termal ve hızlı nötron ışınlama hücrelerinde, nötron kaynaklarına paralel olarak, düşey doğrultularda 5 mm aralıklarla indiyum teller ışınlanarak maksimum termal ve hızlı nötron veriminin olduğu konumlar, sırası ile, termal nötron ışınlama hücresi için ışınlama borusunun tepesinden itibaren 61,5 cm ve hızlı nötron ışınlama hücresi için ışınlama borusunun tepesinden itibaren 69 cm olarak tespit edildi. Nükleer veri ölçümleri için en önemli parametrelerden birisi, her bir sayım geometrisi için, kullanılan gama spektrometresinin sayım verimidir. Bu yüzden, ilgilenilen sayım geometrileri için dedektör verimleri doğru olarak ölçülmelidir. Laboratuvarımızda kullanılan numune geometrileri, 1,5 mm çaplı ve 10 mm uzunluklu tel, 1,25 cm kenar uzunluklu kare foil, 27,4 mm yükseklikli ve 7,65 mm iç çaplı silindirik polietilen tüp ve 10 mm yükseklikli ve 14 mm dış çaplı silindirik polietilen tüptür. Her bir numune geometrisi için % 99,5 saflıkta U02 kullanılarak, 238U’in doğal bozunması sonucu oluşan 234mPa’nin gama ışınları vasıtasıyla gama spektrometresinde kullanılan dedektör için verim kalibrasyonları yapıldı. Ortalama 5,0 MeV enerjili bir nötron spektrumunda 232Th(n, f) ve 23SU(n, f) reaksiyonları sonucu oluşan fisyon ürünleri için kümülatif fisyon verimleri ölçüldü. 232Th(n, f) reaksiyonu için A = 87-143 arasında 16 fisyon ürününün ve 23SU(n,f) reaksiyonu için A=87-146 arasında 33 fisyon ürününün kümülatif fisyon verimleri ölçüldü. Nötron dozimetrisinde, reaktör radyasyon hasarı tespitlerinde ve nötron akışı ölçümlerinde nötron eşik dedektörleri kullanılır. Eşik dedektörlerle nötronlar arasındaki reaksiyonlarda en önemli ve en kritik parametre reaksiyon tesir kesitidir. Tesir kesiti ne kadar yüksekse reaksiyon hassasiyeti de o kadar yüksektir. Çok küçük nötron enerji değişimlerinde tesir kesiti değerinde önemli değişmeler olabileceğinden, her bir nötron eşik dedektörü için her enerjiden nötronların tesir kesiti ölçümleri doğru olarak yapılmalıdır. 103Rh(n, n’)103mRh eşik dedektörü için 4,83 MeV, 115ln(n, n’)115mln eşik dedektörü için 4,97 MeV, 232Th(n, f) eşik dedektörü için 5,02 MeV, 23SU(n, f) eşik dedektörü için 5,04 MeV, 47Ti(n, p)47Sc eşik dedektörü için 5,23 MeV, 64Zn(n, p)64Cu eşik dedektörü için 5,45 MeV, 5SNi(n, p)5SCo eşik dedektörü için 5,45 MeV, 54Fe(n, p)54Mn eşik dedektörü için 5,71 MeV, 46Ti(n, p)46Sc eşik dedektörü için 6,16 MeV, 27AI(n, p)27Mg eşik dedektörü için 6,47 MeV, 56Fe(n, p)56Mn eşik dedektörü için 7,72 MeV, 24Mg(n, p)24Na eşik dedektörü için 8,21 MeV, 59Co(n, α)56Mn eşik dedektörü için 8,21 MeV, 27AI(n, α)24Na eşik dedektörü için 8,43 MeV ve 48Ti(n, p)48Sc eşik dedektörü için 8,72 MeV nötron enerjilerinde tesir kesiti ölçümleri yapıldı. Özellikle, tüketilmiş uranyumun doz bilançosunun değerlendirilmesinde ve yüksek verimli gama spektrometrelerinin verim kalibrasyonunda çok önemli olan ve 23SU ile birincil dengede bulunan 234Th, 234mPa ve 234gPa nüklitlerinin gama ışınlarının şiddetlerinin doğru olarak bilinmesi çok önemlidir. Burada 234mPa ve 234gPa nüklitlerine ait 72 adet gama ışınının şiddetleri (geçiş olasılıkları) ölçüldü. Elementlerin eser miktarlarının nötron aktivasyon metodu ile analizi en iyi şekilde araştırma reaktörlerinde yapılır. Ancak, makro ve orta seviyeli element miktarlarının reaktörde analizleri sırasında büyük miktarlarda doz değerleri, girişimler, spektroskopik ölü zaman, vb. problemler ortaya çıkar ve bu yüzden orta ve daha yüksek element konsantrasyonları için nükleer reaktörler çok uygun değildir. Ayrıca, nükleer reaktörde yapılan analizler pahalıdır. Bunun aksine, bir izotopik nötron kaynağı kullanarak aktivasyon analizi metodu ile daha kolay, daha tehlikesiz, daha ucuz ve girişimlerden uzak orta seviyeli ve makro ölçekte element analizi yapmak mümkündür. 3x592 GBq Am-Be nötron ışınlama hücresinde Na, Al, Cl, K, Ti, V, Mn, Fe, Co, Cu, Zn, Ga, Ge, As, Se, Br, Rb, Sr, Y, Mo, Ru, Ag, Cd, In, Sb, I, Cs, Ba, La, Ce, Pr, Nd, Sm, Eu, Gd, Dy, Ho, Yb, Lu, Hf, W, Pt, Au, Th ve U elementleri için nitel ve nicel dedeksiyon limiti tayinleri yapıldı. Tekrarlı aktivasyon analizi, bir numunenin ışınlama ve sayma istasyonları arasında periyodik olarak ışınlanması ve sayılması ve bu sayımların kümülatif değerinin kaydedilmesi yoluyla sayım veriminin artırılmasıdır. Bu şekilde, konvansiyonel teknikle (tek ışınlama-tek sayım) analizi mümkün olmayan kısa ömürlü izotopların analizleri gerçekleştirilebilir. Tekrarlı aktivasyon metodu kullanılarak, sırası ile, 27AI(n, γ)2SAI, 51V(n, γ)52V, 65Cu(n, γ)66Cu, 76Se(n, γ)77mSe, 85Rb(n, γ)86mRb, 107Ag(n, γ)10SAg, 109Ag(n, γ)110Ag, 121Sb(n, γ)122mSb, 160Gd(n, γ)161Gd, 164Dy(n, γ)165mDy ve 17SHf(n, γ)179mHf reaksiyonları sonucu oluşan 28AI, 52V, 66Cu, 77mSe, 86mRb, 108Ag, 110Ag, 122mSb, 161Gd, 165mDy ve 17SmHf radyoizotoplarının yarı ömürleri ölçüldü.Item 4. Çernobil Nükleer Santralinin özellikleri ve kazanın oluşumu(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2007-06) TAEK; Türkiye Atom Enerjisi KurumuItem 5 Ci Pu - Be izotopik kaynak ile nötron radyografi(A.E.K., Ankara Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1981) Özek, F.; Çelenk, İ.; TAEK-ANAEMItem 5. Çernobil Kazası'nın diğer ülkeler üzerindeki etkileri(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2007-06) TAEK; Türkiye Atom Enerjisi KurumuItem 6. Türkiye'de Çernobil sonrası radyasyon ve radyoaktivite ölçümleri(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2006-04) TAEK; Türkiye Atom Enerjisi KurumuItem 68Ge/68Ga jeneratöründe kullanılan çeşitli kolon dolgu malzemelerinin sentezi, karakterizasyonu ve uygulaması(Türkiye Enerji, Nükleer ve Maden Araştırma Kurumu, 2022-08) Elif, Ekebaş Çavdar; Oktar, Okan; TENMAK-Nükleer Enerji Araştırma Enstitüsü-AnkaraBu uzmanlık tezi kapsamında, 68Ge/68Ga jeneratöründe kullanılacak kolon dolgu malzemelerinin sentezi, karakterizasyonu ve pilot 68Ge/68Ga radyonüklid jeneratöründe kullanılması araştırılmıştır. Radyonüklid jeneratör, bir anne/kız radyonüklid çiftinin denge karışımını barındıran ve ana radyonüklidin bozunmasıyla oluşan kız radyonüklidi elde etmek üzere tasarlanmış bir sistemdir. Anne/kız arasındaki radyoaktif bozunma/büyüme sürecinde, kız radyonüklid belirli zaman aralıklarında radyonüklid karışımından uygun radyokimyasal ayırma işlemleri ile saf olarak elde edilebilir. 68Ge/68Ga jeneratör sistemi, Pozitron Emisyon Tomografisi (PET) uygulamalarında kullanıma hazır 68Ga elde etmek için ideal bir kaynaktır ve siklotron bulunmayan merkezlerde PET görüntülemeye olanak tanır. Ticari jeneratörlerde anne ve kız radyonüklidin radyokimyasal olarak ayrılması genellikle, içerisinde inorganik metal oksitlerin bulunduğu kolonlarda yapılır. Bu çalışmada ticari olarak temin edilen titanyum dioksit (TiO2), kalay dioksit (SnO2), zeolit ve laboratuvarda sentezlenen SnO2, 68Ge/68Ga jeneratörlerinde kolon dolgu malzemesi olarak kullanılmıştır. Adsorban olarak seçilen metal oksitlerin adsorpsiyon davranışları incelenmiştir. 68Ge ve 68Ga başta olmak üzere tüm element analizleri ise İndüktif Eşleşmiş Plazma Kütle Spektrometresi (ICP-MS) kullanılarak yapılmıştır. En uygun özelliklere sahip olan iki metal oksit (Kw_SnO2_900 ve ZSM-5) ile doldurulmuş kolonlar, bir pilot 68Ge/68Ga jeneratöründe kullanılarak test edilmiştir. Pilot kolon çalışmalarında 68Ge atılımı ve 68Ga verimliliği, Gama Spektroskopisi analizleri ile değerlendirilmiştir. Yapılan deneyler sonucunda, Kw_SnO2_900 içeren kolonun 68Ga elüsyon verimi yaklaşık %60 olarak bulunmuştur. Tüm metal oksitlere ve kolon malzemesine yapısal karakterizasyon analizleri yapılmıştır. Fourier Dönüşümlü Kızılötesi Spektroskopisi (FTIR) ve Raman Spektroskopisi ile moleküler yapısı, X-ışını Difraktrometresi (XRD) ile kristal yapısı ve Brunauer-Emmett-Teller (BET) analizi ile yüzey alanı, gözenek boyutu ve gözenek boyut dağılımı hakkında bilgi edinilmiştir. Tez kapsamında kullanılan metal oksitler ve kolon malzemesi jeneratörün raf ömrü boyunca radyasyona maruz kalacağından radyasyon kararlılıkları araştırılmıştır.Item 7. Türkiye için doz değerlendirmesi(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2007-06) TAEK; Türkiye Atom Enerjisi KurumuItem 7Be and 137Cs in lichen and soil samples(National Academy of Science of Kyrgyzstan, Turkish Atomic Energy Authority, 2008) Azimov, A. N.; Muminov, I. T.; Muhamedov, A. K.; Safarov, A. A.; Safarov, A. N.; Bölüm Yok